Im Rahmen eines vom BMBF/BMWi geförderten WTZ-Vorhabens wurden der Transfer des im Forschungszentrum Rossendorf (FZR) entwickelten Programmcodes DYN3D und seine Integration in die programmtechnische Basis des Instituts für Physik und Energietechnik (IPPE) Obninsk realisiert. Das neutronenkinetische Programmodul von DYN3D wurde von den russischen Experten genutzt, um den im IPPE verwendeten Thermohydraulikcode um die Funktion der 3D Neutronenkinetik zu erweitern. Zur Modernisierung der bisher bei Störfallanalysen verwendeten makroskopischen Wirkungsquerschnitte wurde mit dem Programmcode WIMS/D4 eine neue Datenbibliothek generiert, welche auch die bereits in WWER-Reaktoren umgesetzten Konzepte zu modifizierten Kernbeladungen (abbrennbare Absorber unterschiedlicher Borkonzentration) berücksichtigen kann. Diese Querschnittdatenbibliothek wurde an DYN3D angeschlossen und in ersten Vergleichsrechnungen auf seine Funktionstüchtigkeit sowie Genauigkeit überprüft. Für das unter Beteiligung von IPPE erstellte integrale Reaktorkonzept ABV-67 wurden sowohl mit DYN3D als auch mit dem gekoppelten Programmkomplex erste ATWS-Analysen durchgeführt. Der im IPPE entwickelte Fluiddynamikcode DINCOR wurde dem FZR zur Nutzung übergeben und durch gemeinsame Nachrechnungen von Modellaufgaben zum kurzzeitigen Schmelzeverhalten (CORVIS-Experimente) validiert.

Zugl.: Stuttgart, Univ., Diss., 2008.

Techn. Hochsch., Diss., 2004--Aachen.

Das vorliegende Projekt hatte die Ermittlung der räumlichen und zeitlichen Verteilung der Kühlmittelparameter am Spaltzoneneintritt bei transienten Prozessen zum Ziel, bei denen an den einzelnen Kühlmitteleintrittsstutzen des Reaktors Unterschiede in der Borkonzentration bzw. in der Kühlmittel-temperatur auftreten. Die Sicherheitsrelevanz ist durch die Auswirkungen von Deborierungs- und Kaltwassertransienten auf die Leistungsfreisetzung im Reaktorkern gegeben.Mit Hilfe von Experimenten an einem Reaktormodell sowie durch Validierung und Nutzung eines dreidimensionalen Fluidynamikcodes (CFX-4) und durch Entwicklung eines vereinfachten Vermischungsmodells (SAPR) wurden die für die Ermittlung der reaktordynamischen Systemantwort notwendigen Tools zur Beschreibung der Verhältnisse am Kerneintritt geschaffen. Mit der Modellierung der räum-lich und zeitlich aufgelösten Bor- bzw. Temperaturverteilung im RDB wurden die Voraussetzungen für die gekoppelte neutronenkinetisch-thermohydraulische Simulation von Deborierungs- und Kaltwas-sertransienten und deren Sicherheitsbewertung entwickelt. Das Vorhaben beschränkt sich auf Vor-gänge ohne Verdampfung des Kühlmittels, die Vermischung innerhalb des Reaktorkerns bleibt aus-geklammert. Um Mehrfachzirkulationen von Temperatur- bzw. Borkonzentrationsstörungen im Pri-märkreis adäquat abbilden zu können, wurde auch die Vermischung im oberen Plenum behandelt. Zur Lösung der Aufgabe wurde die Versuchsanlage ROCOM (Rossendorf Coolant Mixing Model) aufgebaut. ROCOM ist ein 1:5-Modell eines KONVOI DWR. Durch die volle Abbildung aller vier Um-wälzschleifen, die flexible Versuchssteuerung sowie die speziell für ROCOM entwickelte Gittersen-sormesstechnik zur räumlich und zeitlich hochauflösenden Bestimmung von Konzentrationsverteilungen stellt ROCOM heute eine weltweit führende Versuchsanlage dar. Bei den Experimenten wurden transiente Konzentrationsverteilungen am Kerneintritt für alle gemäß Arbeitsplan zu betrach-tenden Szenarien ermittelt und zur Validierung von CFX-4 genutzt. Das vereinfachte Vermischungs-modell SAPR dient zur effizienten Kopplung zwischen dem thermohydraulischen Systemcode und dem dreidimensionalen neutronenkinetischen Kernmodell.

Im Rahmen eines vom BMBF/BMWi geförderten WTZ-Vorhabens wurden der Transfer des im Forschungszentrum Rossendorf (FZR) entwickelten Programmcodes DYN3D und seine Integration in die programmtechnische Basis des Instituts für Physik und Energietechnik (IPPE) Obninsk realisiert. Das neutronenkinetische Programmodul von DYN3D wurde von den russischen Experten genutzt, um den im IPPE verwendeten Thermohydraulikcode um die Funktion der 3D Neutronenkinetik zu erweitern. Zur Modernisierung der bisher bei Störfallanalysen verwendeten makroskopischen Wirkungsquerschnitte wurde mit dem Programmcode WIMS/D4 eine neue Datenbibliothek generiert, welche auch die bereits in WWER-Reaktoren umgesetzten Konzepte zu modifizierten Kernbeladungen (abbrennbare Absorber unterschiedlicher Borkonzentration) berücksichtigen kann. Diese Querschnittdatenbibliothek wurde an DYN3D angeschlossen und in ersten Vergleichsrechnungen auf seine Funktionstüchtigkeit sowie Genauigkeit überprüft. Für das unter Beteiligung von IPPE erstellte integrale Reaktorkonzept ABV-67 wurden sowohl mit DYN3D als auch mit dem gekoppelten Programmkomplex erste ATWS-Analysen durchgeführt. Der im IPPE entwickelte Fluiddynamikcode DINCOR wurde dem FZR zur Nutzung übergeben und durch gemeinsame Nachrechnungen von Modellaufgaben zum kurzzeitigen Schmelzeverhalten (CORVIS-Experimente) validiert.

Innerhalb des Vorhabens wurde ein ATHLET-CD-Eingabedatensatz für einen generischen deutschen DWR vom Typ KONVOI entwickelt. Das ATHLET-CD-Modell wurde für die Simulation schwerer Störfälle aus den Störfallkategorien Station Blackout (SBO) und Kühlmittelverluststörfällen mit kleinen Lecks (SBLOCA) eingesetzt. Dabei ist die vollständige Störfalltransiente für den Zeitbereich zwischen dem einleitenden Ereignis bis zum Versagen des Reaktordruckbehälters (RDB) abgedeckt und alle wesentli-chen Phänomene schwerer Störfällen werden abgebildet: Beginn der Kernaufheizung, Spaltproduktfrei-setzung, Aufschmelzen von Brennstoff- und Absorbermaterialien, Oxidationsprozesse mit Freisetzung von Wasserstoff, Verlagerung von geschmolzenem Material, Verlagerung in das untere Plenum, Schä-digung und Versagen des RDB. Das Modell wurde für die Analyse möglicher präventiver und mitigativer Notfallmaßnahmen für SBO und SBLOCA angewandt. Dafür wurden die Notfallmaßnahmen primärseitige Druckentlastung (PDE), primärseitiges Einspeisen mit mobilen Pumpensystemen sowie für SBLOCA das verzögerte Einspeisen der kaltseitigen Druckspeicher untersucht und die Eigenschaften und Einleitekriterien der Maßnahmen variiert. Es wurden die Zeitverläufe der Unfallszenarien analysiert und die verbleibenden Zeitspannen für die Einleitung zusätzlicher Maßnahmen ermittelt. Für ein SBO-Szenario mit PDE wurde für die Frühphase der Transiente (bis zum Beginn der Kernschmelze) eine Unsicherheits- und Sensititvitätsanalyse durchgeführt. Zusätzlich wurde für ein SBLOCA-Szenario ein Code-zu-Code-Vergleich zwischen ATHLET-CD und dem Störfallcode MELCOR erarbeitet.

Neutron flux fluctuations are a natural phenomenon of nuclear reactors. Approximately since 2001, pressurized water reactors built by Kraftwerk Union AG have exhibited an unexplained cycle-by-cycle change of the magnitude of these fluctuations. The change has also drawn attention to long-known but also unexplained spatial correlations of the fluctuations in these reactors. The thesis at hand aims to contribute to a better understanding of both the observed change in magnitude and the immanent correlations. Based on the findings of previous research and on the own analysis of measured raw data, a hypothesis was developed, which states that a synchronous coolant-flow driven vibration of major parts of the fuel-assembly ensemble triggers the main contribution to the observed neutron flux fluctuations. The fluctuation correlations are supposed to result from the correlations of the fuel-assembly vibration. This idea was tested using the time-domain reactor dynamics code DYN3D and complementary using the frequency-domain neutronic tool CORE SIM. For this purpose, simplified mechanical models of the synchronous fuel-assembly vibration and models coupling the vibration to the neutron kinetics were developed and implemented. Two effects are distinguished: In case of the “reflector effect”, all fuel assemblies vibrate synchronously, in a way that the main resulting perturbation acts in the radial reflector as a fluctuation of the water layer between the outer fuel assemblies and the core shroud. In case of the “fuel-assembly pitch effect”, the fuel assemblies are unequally involved in the synchronous vibration, in a way that the main perturbations are induced within the reactor core as fluctuations of the fuel-assembly gaps. Both the simulations with DYN3D and the simulations with CORE SIM showed that a synchronized fuel-assembly vibration is a possible main source of the concerned neutron flux fluctuations. In particular, the uniform fluctuation of the gaps between all fuel assemblies, corresponding to high-amplitude fuel-assembly vibrations in the core center and low-amplitude fuel-assembly vibrations in the outer core regions, gave the best approximation to the measured data. A C-like axial vibration-shape provides the best agreement. The simulation results show that the developed hypothesis should be further investigated. In particular, the proposed synchronized vibration of the fuel assemblies suggest correlations of the neutron flux fluctuations with mechanical signals, which have not been taken into account so far. The simulations presented here enable further improvements of the understanding of the neutron flux fluctuations in the concerned reactors by additional measurements involving also specific modes of reactor operation.

Innerhalb des Vorhabens wurde ein ATHLET-CD-Eingabedatensatz für einen generischen deutschen DWR vom Typ KONVOI entwickelt. Das ATHLET-CD-Modell wurde für die Simulation schwerer Störfälle aus den Störfallkategorien Station Blackout (SBO) und Kühlmittelverluststörfällen mit kleinen Lecks (SBLOCA) eingesetzt. Dabei ist die vollständige Störfalltransiente für den Zeitbereich zwischen dem einleitenden Ereignis bis zum Versagen des Reaktordruckbehälters (RDB) abgedeckt und alle wesentli-chen Phänomene schwerer Störfällen werden abgebildet: Beginn der Kernaufheizung, Spaltproduktfrei-setzung, Aufschmelzen von Brennstoff- und Absorbermaterialien, Oxidationsprozesse mit Freisetzung von Wasserstoff, Verlagerung von geschmolzenem Material, Verlagerung in das untere Plenum, Schä-digung und Versagen des RDB. Das Modell wurde für die Analyse möglicher präventiver und mitigativer Notfallmaßnahmen für SBO und SBLOCA angewandt. Dafür wurden die Notfallmaßnahmen primärseitige Druckentlastung (PDE), primärseitiges Einspeisen mit mobilen Pumpensystemen sowie für SBLOCA das verzögerte Einspeisen der kaltseitigen Druckspeicher untersucht und die Eigenschaften und Einleitekriterien der Maßnahmen variiert. Es wurden die Zeitverläufe der Unfallszenarien analysiert und die verbleibenden Zeitspannen für die Einleitung zusätzlicher Maßnahmen ermittelt. Für ein SBO-Szenario mit PDE wurde für die Frühphase der Transiente (bis zum Beginn der Kernschmelze) eine Unsicherheits- und Sensititvitätsanalyse durchgeführt. Zusätzlich wurde für ein SBLOCA-Szenario ein Code-zu-Code-Vergleich zwischen ATHLET-CD und dem Störfallcode MELCOR erarbeitet.

Für den zielgerichteten Einsatz von präventiven und mitigativen Notfallmaßnahmen sowie zur Beurteilung ihrer Wirksamkeit während auslegungsüberschreitender Unfälle in Druckwasserreaktoren aber auch für Hinweise zum Störfallverlauf und für die Abschätzung der Auswirkungen auf die Anlagenumgebung müssen geeignete Störfallinstrumentierungen vorhanden sein. Insbesondere der Zustand des Reaktordruckbehälterinventars (RDB-Inventar) während der In-Vessel-Phase eines auslegungsüberschreitenden Unfalls lässt sich mit aktuellen Störfallinstrumentierungen nur stark eingeschränkt überwachen, wodurch die o. g. Forderungen nicht erfüllt werden können. Die vorliegende Arbeit beinhaltet detaillierte Untersuchungen für die Entwicklung einer Störfallinstrumentierung, welche eine durchgängige Zustandsüberwachung des RDB-Inventars während der In-Vessel-Phase eines auslegungsüberschreitenden Unfalls ermöglicht. Die Störfallinstrumentierung basiert auf der Messung und Klassifikation von unterschiedlichen Gammaflussverteilungen, welche während der In-Vessel-Phase außerhalb des Reaktordruckbehälters auftreten können. Ausgehend von der Analyse zum Stand von Wissenschaft und Technik wird der modell-basierte Ansatz für Structural Health Monitoring-Systeme genutzt, um eine grundlegende Vorgehensweise für die Entwicklung der Störfallinstrumentierung zu erarbeiten. Anschließend erfolgt eine detaillierte Analyse zu den Vorgängen während der In-Vessel-Phase und eine daraus abgeleitete Definition von Kernzuständen für einen generischen Kernschmelzunfall. Für die definierten Kernzustände werden mittels Simulationen (Monte-Carlo-Simulationen zum Gammastrahlungstransport in einem zu dieser Arbeit parallel laufenden Vorhaben) Gammaflüsse außerhalb des Reaktordruckbehälters berechnet. Die Simulationsergebnisse dienen dem Aufbau von Datenbasen für die Entwicklung und Analyse eines Modells zur Klassifikation von Gammaflussverteilungen. Für die Entwicklung des Klassifikationsmodells kommen drei diversitäre und unabhängig arbeitende Klassifikationsverfahren (Entscheidungsbaum, k-nächste-Nachbarn-Klassifikation, Multilayer Perzeptron) zur Anwendung, um die Identifikationsgenauigkeit und Robustheit der Störfallinstrumentierung zu erhöhen. Die abschließenden Betrachtungen umfassen die Validierung der Störfallinstrumentierung mittels eines Versuchstandes zur Erzeugung unterschiedlicher Gammaflussverteilungen. Im Ergebnis der Untersuchungen konnte die prinzipielle Funktionsweise der entwickelten Störfallinstrumentierung nachgewiesen werden. Unter der Voraussetzung, die Gültigkeit der definierten Kernzustände zu untermauern sowie weitere, nicht in dieser Arbeit betrachtete Kernschmelzszenarien mit in die Entwicklung der Störfallinstrumentierung einzubeziehen, steht somit insbesondere für zukünftige Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktoren eine Möglichkeit für die messtechnische Überwachung des RDB-Inventars während auslegungsüberschreitender Unfälle bereit. Die Arbeit leistet einen wesentlichen Beitrag auf dem Gebiet der Reaktorsicherheitsforschung sowie für den sicheren Betrieb von kerntechnischen Anlagen.

Für den zielgerichteten Einsatz von präventiven und mitigativen Notfallmaßnahmen sowie zur Beurteilung ihrer Wirksamkeit während auslegungsüberschreitender Unfälle in Druckwasserreaktoren aber auch für Hinweise zum Störfallverlauf und für die Abschätzung der Auswirkungen auf die Anlagenumgebung müssen geeignete Störfallinstrumentierungen vorhanden sein. Insbesondere der Zustand des Reaktordruckbehälterinventars (RDB-Inventar) während der In-Vessel-Phase eines auslegungsüberschreitenden Unfalls lässt sich mit aktuellen Störfallinstrumentierungen nur stark eingeschränkt überwachen, wodurch die o. g. Forderungen nicht erfüllt werden können. Die vorliegende Arbeit beinhaltet detaillierte Untersuchungen für die Entwicklung einer Störfallinstrumentierung, welche eine durchgängige Zustandsüberwachung des RDB-Inventars während der In-Vessel-Phase eines auslegungsüberschreitenden Unfalls ermöglicht. Die Störfallinstrumentierung basiert auf der Messung und Klassifikation von unterschiedlichen Gammaflussverteilungen, welche während der In-Vessel-Phase außerhalb des Reaktordruckbehälters auftreten können. Ausgehend von der Analyse zum Stand von Wissenschaft und Technik wird der modell-basierte Ansatz für Structural Health Monitoring-Systeme genutzt, um eine grundlegende Vorgehensweise für die Entwicklung der Störfallinstrumentierung zu erarbeiten. Anschließend erfolgt eine detaillierte Analyse zu den Vorgängen während der In-Vessel-Phase und eine daraus abgeleitete Definition von Kernzuständen für einen generischen Kernschmelzunfall. Für die definierten Kernzustände werden mittels Simulationen (Monte-Carlo-Simulationen zum Gammastrahlungstransport in einem zu dieser Arbeit parallel laufenden Vorhaben) Gammaflüsse außerhalb des Reaktordruckbehälters berechnet. Die Simulationsergebnisse dienen dem Aufbau von Datenbasen für die Entwicklung und Analyse eines Modells zur Klassifikation von Gammaflussverteilungen. Für die Entwicklung des Klassifikationsmodells kommen drei diversitäre und unabhängig arbeitende Klassifikationsverfahren (Entscheidungsbaum, k-nächste-Nachbarn-Klassifikation, Multilayer Perzeptron) zur Anwendung, um die Identifikationsgenauigkeit und Robustheit der Störfallinstrumentierung zu erhöhen. Die abschließenden Betrachtungen umfassen die Validierung der Störfallinstrumentierung mittels eines Versuchstandes zur Erzeugung unterschiedlicher Gammaflussverteilungen. Im Ergebnis der Untersuchungen konnte die prinzipielle Funktionsweise der entwickelten Störfallinstrumentierung nachgewiesen werden. Unter der Voraussetzung, die Gültigkeit der definierten Kernzustände zu untermauern sowie weitere, nicht in dieser Arbeit betrachtete Kernschmelzszenarien mit in die Entwicklung der Störfallinstrumentierung einzubeziehen, steht somit insbesondere für zukünftige Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktoren eine Möglichkeit für die messtechnische Überwachung des RDB-Inventars während auslegungsüberschreitender Unfälle bereit. Die Arbeit leistet einen wesentlichen Beitrag auf dem Gebiet der Reaktorsicherheitsforschung sowie für den sicheren Betrieb von kerntechnischen Anlagen.:1 Einleitung 2 Analyse zum Stand von Wissenschaft und Technik 2.1 Sicherheit in deutschen Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktor 2.1.1 Mehrstufenkonzept 2.1.2 Störfallinstrumentierungen 2.2 Auslegungsüberschreitende Unfälle mit Kernschmelze in DWR 2.2.1 Auslösende Ereignisse 2.2.2 Grundlegender Ablauf eines auslegungsüberschreitenden Unfall mit Kernschmelze 2.3 Strahlungstechnik, Strahlungsmesstechnik 2.3.1 Grundlagen der Strahlungstechnik 2.3.2 Wechselwirkungen von Gammastrahlung mit Materie 2.3.3 Messung ionisierender Strahlung 2.4 Verfahren und Methoden der Zustandsüberwachung 2.4.1 Zustandsüberwachung 2.4.2 Structural Health Monitoring 2.4.3 Mustererkennung 2.4.4 Entscheidungsbäume 2.4.5 k-nächste-Nachbarn-Klassifikation 2.4.6 Künstliche neuronale Netze 2.5 Schlussfolgerungen aus der Analyse zum Stand von Wissenschaft und Technik 2.5.1 Zusammenfassung zum Kapitel 2 2.5.2 Zielstellung, Aufbau und Abgrenzung der Arbeit 3 Analyse der In-Vessel-Phase und Definition von Kernzuständen 3.1 Detaillierte Analyse der In-Vessel-Phase 3.1.1 Auftretende Temperaturbereiche 3.1.2 Vorgänge während der frühen In-Vessel-Phase 3.1.3 Vorgänge während der späten In-Vessel-Phase 3.1.4 Spaltproduktfreisetzung 3.2 Definition von Kernzuständen für einen generischen Kernschmelzunfall 3.3 Zusammenfassung zum Kapitel 3 4 Datenbasen zur Entwicklung und Analyse des Klassifikationsmodells 4.1 Beschreibung der Monte-Carlo-Simulationsmodell 4.2 Beschreibung der Simulationsergebnisse und Merkmalsextraktion 4.3 Datenbasis zur Entwicklung 4.4 Datenbasen zur Analyse 4.5 Zusammenfassung zum Kapitel 4 5 Entwicklung und Analyse des Klassifikationsmodells 5.1 Beschreibung des Klassifikationsmodells 5.2 Teilmodell 1 - Entscheidungsbaum 5.2.1 Entwicklung 5.2.2 Analyse der Identifikationsgenauigkeit 5.3 Teilmodell 3 - k-nächste-Nachbarn-Klassifikation 5.3.1 Entwicklung 5.3.2 Analyse der Identifikationsgenauigkeit 5.4 Teilmodell 3 - Multilayer Perzeptron 5.4.1 Trainings- und Testdatenbasis 5.4.2 Entwicklung 5.4.3 Analyse der Identifikationsgenauigkeit 5.5 Teilmodell 4 - Vergleichsalgorithmus 5.5.1 Entwicklung 5.5.2 Analyse der Identifikationsgenauigkeit 5.6 Analysen zur Robustheit des Klassifikationsmodells 5.6.1 Ausfall einzelner Gammastrahlungsdetektoren 5.6.2 Gleichzeitiger Ausfall mehrerer Gammastrahlungsdetektoren 5.7 Zusammenfassung und Schlussfolgerungen für das Kapitel 5 6 Validierung der Kernzustandsüberwachungsverfahren 6.1 Zielstellung und Vorgehensweise 6.2 Versuchstand zur Validierung 6.2.1 Aufbau 6.2.2 Funktionsweise 6.3 Anpassung der Kernzustandsüberwachungsverfahren an den Versuchsstand 6.4 Validierungsexperimente 6.4.1 Experiment 1 - Füllstandsänderungen 6.4.2 Experiment 2 - Quellenbewegungen 6.4.3 Experiment 3 - Füllstandsänderungen, Quellenbewegungen und Änderung von Profilkonturen 6.5 Zusammenfassung und Schlussfolgerungen für das Kapitel 6 7 Zusammenfassung und Ausblick